JP4908012B2 - Boiling water reactor - Google Patents
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Description
本発明は、原子炉圧力容器下部に貫通口を設ける必要がなく安全性を向上させることができる沸騰水型原子炉に関するものである。 The present invention relates to a boiling water reactor that does not require a through hole at the lower part of a reactor pressure vessel and can improve safety.
従来の沸騰水型原子炉について、ABWRと呼ばれる改良型沸騰水型原子炉を例に、図6を参照して説明する。 A conventional boiling water reactor will be described with reference to FIG. 6 using an improved boiling water reactor called ABWR as an example.
従来の沸騰水型原子炉は、原子炉圧力容器101内に、炉心102を収容するシュラウド104が設けられている。このシュラウド104の下部および上部にはそれぞれ炉心支持板103および上部格子板106が配設され、これら炉心支持板103と上部格子板106との間には、多数の燃料集合体105が設置されている。シュラウド104の上部にはシュラウドヘッド112が設けられており、このシュラウドヘッド112の上部にはスタンドパイプ113を介して気水分離器114が設置されている。そして、この気水分離器114の上方には、蒸気乾燥器117が設置されている。
In a conventional boiling water reactor, a
また、炉心支持板103の下方には、炉心102内に挿入される制御棒107を収納する制御棒案内管127と、制御棒107を駆動するための制御棒駆動機構108が設置されている。原子炉圧力容器101の下部外周には複数のインターナルポンプ124が周方向に離間して配設されている。
A control
一方、蒸気乾燥器117の側方の原子炉圧力容器101壁面には、炉心102で発生した蒸気をタービンへ導く主蒸気管118が接続されている。また、原子炉圧力容器101のスタンドパイプ113側方には、この原子炉圧力容器101に冷却水を供給する給水配管119が接続されている。
On the other hand, a
このように構成された従来の沸騰水型原子炉においては、炉上部の冷却水はシュラウド104と原子炉圧力容器101に囲まれた環状空間からインターナルポンプ124に吸い込まれ、炉底部を経て炉心102で蒸気となり、スタンドパイプ113、気水分離器114、蒸気乾燥器117を通過して主蒸気管118でタービンに向かう。そして、タービンを回した蒸気は主復水器で冷却され水となって給水配管119から原子炉圧力容器101上部に戻る循環となっている。シュラウド104は、原子炉圧力容器101の下部からシュラウドサポート125およびポンプデッキ126により立設され、炉心102、シュラウドヘッド112および気水分離器114等の炉内機器を支持している。
In the conventional boiling water reactor configured as described above, the cooling water in the upper part of the reactor is sucked into the
このような従来の沸騰水型原子炉においては、原子炉圧力容器の下部を多数の制御棒駆動機構と炉心核計装管とが貫通することになり、原子炉圧力容器下部の潜在的冷却材喪失事故(LOCA)の可能性を増加させる要因となっていた。 In such a conventional boiling water reactor, a large number of control rod drive mechanisms and core instrumentation tubes penetrate the lower part of the reactor pressure vessel, resulting in potential coolant loss at the lower part of the reactor pressure vessel. It was a factor that increased the likelihood of an accident (LOCA).
一方、経済性の高い原子力発電所を実現するには、原子炉圧力容器内の燃料集合体をできる限り有効に収納して原子炉圧力容器を小型化し、更にその原子炉圧力容器を内包する原子炉格納容器およびそれを内包する原子炉建屋容積を小さくすることが必要である。ところが、従来の沸騰水型原子炉においては、原子炉圧力容器の下部に懸下された多数の制御棒駆動機構と炉心核計装管、およびそれらのケーブル、さらに引き抜きスペースが必要となり、これらの削減が格納容器小型化には有効な手段のひとつであった。
本発明は上記の課題を解決するためになされたものであり、原子炉圧力容器下部に貫通口を設ける必要がなく圧力容器下部の潜在的冷却材喪失事故(LOCA)の可能性を低下させて安全性を向上させること、および原子炉格納容器を小型化して経済性を向上させるために、制御棒駆動機構を圧力容器上部に設置し、炉内核計装管を原子炉圧力容器の炉心より上部から引出すこととし、それらを実現するための具体的な炉内支持構造と炉内機器を提供することを目的とする。 The present invention has been made to solve the above-described problems, and it is not necessary to provide a through-hole in the lower part of the reactor pressure vessel, reducing the possibility of a potential loss of coolant accident (LOCA) in the lower part of the pressure vessel. In order to improve safety and to reduce the size of the containment vessel and improve economy, the control rod drive mechanism is installed on the upper part of the pressure vessel, and the nuclear instrumentation tube in the reactor is located above the core of the reactor pressure vessel. The purpose is to provide a concrete in-reactor support structure and in-reactor equipment for realizing them.
本発明は、原子炉圧力容器の内底部に設けられ、炉心シュラウド、炉心支持板、中間格子板、上部格子板およびこれらによって支持された燃料集合体を有する炉心と、この炉心を構成する複数体の燃料集合体間に上方から下方に向けて挿入され、かつ下方から上方へ向けて引抜操作が行われる複数の制御棒と、原子炉圧力容器上部に設けられ、前記制御棒を制御棒駆動軸で連結して操作する制御棒駆動機構と、前記燃料集合体を固定保護する燃料チャンネルの上部を上部格子板の上まで延長して形成されるとともに、制御棒案内の機能を持たせた延長燃料チャンネルと、この延長燃料チャンネルの上方において前記炉心の上端開口を閉塞するとともに前記複数の制御棒駆動軸が上下動自在に通過するシュラウドヘッドと、このシュラウドヘッドの上方に設けられ、前記炉心から発生した二相流の気水分離を行う複数の気水分離器と、前記原子炉圧力容器内に設けられ、前記炉心から発生した蒸気を通過させて乾燥するドライヤと、前記炉心内に設けられ、中性子束を検出する炉内核計装と、前記炉心より上部の前記原子炉圧力容器の胴部に設置され、前記炉内核計装からの電気配線を取り出す取出口と、を備え、前記制御棒駆動機構、前記原子炉圧力容器に接続される配管および前記取出口を前記炉心よりも上方に配設したことを特徴とする。 The present invention provides a core having a core shroud, a core support plate, an intermediate grid plate, an upper grid plate, and a fuel assembly supported by the core shroud, a core support plate, and a fuel assembly supported by the core shroud. A plurality of control rods inserted between the fuel assemblies from above to below and pulled out from below to above, and provided on the reactor pressure vessel, the control rods being connected to the control rod drive shaft A control rod drive mechanism that is connected and operated at the same time, and an extended fuel that is formed by extending the upper part of the fuel channel that fixes and protects the fuel assembly up to the upper lattice plate, and has a function of guiding the control rod A channel, a shroud head that closes the upper end opening of the core above the extended fuel channel and through which the plurality of control rod drive shafts can move up and down, and the shroud head And a plurality of steam separators for separating the two-phase steam generated from the core, and the steam generated in the reactor pressure vessel is passed through and dried. A dryer, an in-core nuclear instrument installed in the core for detecting the neutron flux, and installed in the trunk of the reactor pressure vessel above the core to take out electrical wiring from the in-core nuclear instrument An outlet, and the control rod drive mechanism, piping connected to the reactor pressure vessel, and the outlet are disposed above the core.
本発明においては、前記シュラウドは前記原子炉圧力容器の下鏡に設置されたシュラウドサポート部に遠隔設置されることが好ましい。 In this invention, it is preferable that the said shroud is remotely installed in the shroud support part installed in the lower mirror of the said reactor pressure vessel.
本発明においては、前記制御棒を急速に挿入する際に、前記制御棒単体又は、前記制御棒及び前記制御棒と連結した制御棒駆動軸で自由落下するように構成されたことが好ましい。 In the present invention, when the control rod is rapidly inserted, it is preferable that the control rod is configured to fall freely with the control rod alone or the control rod drive shaft connected to the control rod and the control rod.
本発明においては、前記原子炉圧力容器の胴部に上下方向の熱膨張差を吸収しうるシュラウドの横方向サポートを設置することが好ましい。 In the present invention, it is preferable to install a lateral support of a shroud capable of absorbing a difference in thermal expansion in the vertical direction in the trunk portion of the reactor pressure vessel.
本発明においては、前記ドライヤは蒸気乾燥部分が前記原子炉圧力容器の内面に周方向に離間して配置されたことが好ましい。 In the present invention, it is preferable that a steam drying portion of the dryer is disposed on the inner surface of the reactor pressure vessel so as to be separated in the circumferential direction.
本発明においては、前記制御棒を急速に挿入する際の衝撃を吸収する緩衝機構を前記制御棒の下端部及び、前記炉心支持板の下部に配置することが好ましい。 In the present invention, it is preferable that a buffer mechanism for absorbing an impact when the control rod is rapidly inserted is disposed at a lower end portion of the control rod and a lower portion of the core support plate.
本発明においては、前記シュラウドヘッドから立ち上がる制御棒駆動軸下部案内管と前記圧力容器上蓋に設置される制御棒駆動軸上部案内管とを連結し、前記炉心から発生した二相流が前記気水分離器以外に漏れることを防止することが好ましい。 In the present invention, a control rod drive shaft lower guide tube rising from the shroud head and a control rod drive shaft upper guide tube installed on the pressure vessel upper lid are connected, and a two-phase flow generated from the reactor core It is preferable to prevent leakage to other than the separator.
本発明においては、前記炉心の内部に加えて、前記シュラウドの外部又は前記原子炉圧力容器外に核計装を配置することが好ましい。 In the present invention, in addition to the inside of the core, it is preferable to dispose nuclear instrumentation outside the shroud or outside the reactor pressure vessel.
本発明においては、前記シュラウドヘッド直下部から蒸気案内筒を吊り下げたことが好ましい。 In the present invention, it is preferable that a steam guide tube is suspended from directly below the shroud head.
本発明によれば、原子炉圧力容器の内底部に設けられ、炉心シュラウド、炉心支持板、中間格子板、上部格子板およびこれらによって支持された燃料集合体を有する炉心と、この炉心を構成する複数体の燃料集合体間に上方から下方に向けて挿入され、かつ下方から上方へ向けて引抜操作が行われる複数の制御棒と、原子炉圧力容器上部に設けられ、前記制御棒を制御棒駆動軸で連結して操作する制御棒駆動機機構と、前記燃料集合体を固定保護する燃料チャンネルを延長して形成されるとともに、制御棒案内の機能を持たせた延長燃料チャンネルと、この延長燃料チャンネルの上方において前記炉心の上端開口を閉塞するとともに前記複数の制御棒駆動軸が上下動自在に通過するシュラウドヘッドと、このシュラウドヘッドの上方に設けられ、前記炉心から発生した二相流の気水分離を行う複数の気水分離器と、前記原子炉圧力容器内に設けられ、前記炉心から発生した蒸気を通過させて乾燥するドライヤとを備えているから、原子炉圧力容器下部に貫通口を設ける必要がなく圧力容器下部の潜在的冷却材喪失事故(LOCA)の可能性を低下させることができるとともに、原子炉格納容器を小型化して経済性を向上させることができる。 According to the present invention, a core provided at the inner bottom portion of a reactor pressure vessel and having a core shroud, a core support plate, an intermediate lattice plate, an upper lattice plate, and a fuel assembly supported by the core shroud, and constitutes the core A plurality of control rods inserted between a plurality of fuel assemblies from the top to the bottom and pulled out from the bottom to the top, and provided at the upper part of the reactor pressure vessel, the control rods being provided as control rods A control rod drive mechanism connected and operated by a drive shaft, an extended fuel channel formed by extending a fuel channel for fixing and protecting the fuel assembly, and having a control rod guide function, and this extension A shroud head that closes the upper end opening of the core above the fuel channel and through which the plurality of control rod drive shafts can move up and down, and a shroud head provided above the shroud head. A plurality of steam separators for separating the two-phase steam generated from the core, and a dryer provided in the reactor pressure vessel and allowing the steam generated from the core to pass through and drying. Therefore, there is no need to provide a through-hole in the lower part of the reactor pressure vessel, and the possibility of potential loss of coolant accident (LOCA) in the lower part of the pressure vessel can be reduced. Can be improved.
冷却水の炉内自然循環を可能とした場合には、再循環ポンプを必要とせず、したがって構成を極めてコンパクトにすることができ低コスト化を図ることができる。 When natural circulation of the cooling water in the furnace is enabled, a recirculation pump is not required, so that the configuration can be made extremely compact and the cost can be reduced.
前記原子炉圧力容器に接続される配管およびノズル類を前記炉心位置より上方に配置した場合には、原子炉圧力容器下部の潜在的冷却材喪失事故を防止し、安全性の高い原子炉を得ることができる。 When piping and nozzles connected to the reactor pressure vessel are arranged above the core position, a potential coolant loss accident at the bottom of the reactor pressure vessel is prevented and a highly safe reactor is obtained. be able to.
原子炉の核計装配線引出部を前記炉心位置より上方の前記原子炉圧力容器の胴部に配置した場合には、原子炉圧力容器下部の貫通口を削減することができ、従って原子炉の安全性を向上させることができる。 When the nuclear instrumentation wiring lead-out part of the nuclear reactor is arranged in the trunk of the reactor pressure vessel above the core position, the number of through-holes in the lower part of the reactor pressure vessel can be reduced. Can be improved.
前記シュラウドは前記原子炉圧力容器の下鏡に設置されたシュラウドサポート部に遠隔固定される場合には、シュラウドの設置を容易にすることができるとともに、圧力容器に直接固定されることによって耐震性を向上させることができる。 When the shroud is remotely fixed to a shroud support portion installed in a lower mirror of the reactor pressure vessel, the shroud can be easily installed, and is also earthquake resistant by being directly fixed to the pressure vessel. Can be improved.
前記制御棒を急速に挿入する際に、前記制御棒単体又は、前記制御棒及び前記制御棒と連結した制御棒駆動軸で自由落下するように構成された場合には、従来のように水圧制御ユニットを必要とせず、したがって信頼性及び経済性に優れた制御棒駆動機構を提供することができる。 When the control rod is rapidly inserted, when the control rod is configured to fall freely with the control rod alone or with the control rod and the control rod drive shaft connected to the control rod, the hydraulic control is performed as in the past. It is possible to provide a control rod drive mechanism that does not require a unit and is therefore excellent in reliability and economy.
本発明の沸騰水型原子炉においては、原子炉圧力容器上蓋に制御棒駆動機構を設置するとともに、炉心の上端開口を閉塞しかつ複数の制御棒の駆動軸が上下動自在に挿通するシュラウドヘッドと、このシュラウドヘッドの上端にスタンドパイプを介して立設され炉心から発生した二相流の気水分離を行う複数の気水分離器と、この気水分離器上方の原子炉圧力容器内周部に設けられ、かつ気水分離器で分離された蒸気を乾燥させる蒸気乾燥器とを備え、制御棒の上引抜挿入方式及び、原子炉圧力容器底部の貫通孔削減を可能としている。以下に、本発明の沸騰水原子炉の形態について図1ないし図5を参照して詳細に説明する。 In the boiling water reactor of the present invention, a control rod drive mechanism is installed in the reactor pressure vessel upper lid, and the upper end opening of the reactor core is closed, and the drive shafts of a plurality of control rods are inserted in a vertically movable manner. A plurality of steam separators installed on the upper end of the shroud head via a stand pipe for separating the two-phase steam generated from the reactor core, and the inner periphery of the reactor pressure vessel above the steam separator And a steam dryer that dries the steam separated by the steam separator, and allows the control rod to be pulled out and inserted and the through hole at the bottom of the reactor pressure vessel to be reduced. Below, the form of the boiling water reactor of this invention is demonstrated in detail with reference to FIG. 1 thru | or FIG.
第1の実施の形態
図1、図2、図3は、本発明の第1の実施の形態に係わる原子炉圧力容器の概略図である。
First Embodiment FIGS. 1, 2 and 3 are schematic views of a reactor pressure vessel according to a first embodiment of the present invention.
この図1に示すように、本実施の形態では原子炉圧力容器101内の最下端位置に炉心102を有している。
As shown in FIG. 1, in the present embodiment, a
原子炉圧力容器101の底部近傍に、シュラウド103、炉心支持板104が設けられ、この炉心支持板104に多数の燃料集合体105が正方格子状の配列で立設支持され、燃料集合体105の上端部が上部格子板106によって固定され、これにより炉心102が構成されている。制御棒107は十字型制御棒であり、4体の燃料集合体105ごとに対応して規則的に配置されている。そして、制御棒107は、原子炉圧力容器101上蓋に設置された制御棒駆動機構108に連結した制御棒駆動軸109によって炉心102の上部から挿入されるようになっている。
A
炉心シュラウド103は、上部格子板106、中間格子板111及び炉心支持板104が原子炉圧力容器101の上部から設置可能な構造になっており、炉心支持板104には燃料集合体105を保護する延長燃料チャンネル110が設置され、燃料集合体105がその中に設置されている。
The
延長燃料チャンネル110の上部は上部格子板106上まで延長されている。これにより、制御棒107は延長燃料チャンネル110にガイドされ炉心102に上方から挿入されるようになっている。そして、各延長燃料チャンネル110の上部が上方向に開口し、炉心102で発生した気液二層流はこの延長燃料チャンネル110内部の二層流領域を介して上昇するようになっている。
The upper portion of the
延長燃料チャンネル110上方にはシュラウドヘッド112が設けられ、このシュラウドヘッド112の上端には、制御棒駆動軸109を案内する制御棒駆動軸下部案内管116が設置されている。また、シュラウドヘッド112の上端には、スタンドパイプ113が、制御棒駆動軸下部案内管116に干渉しないように設置され、このスタンドパイプ113には、炉心102から発生した二相流の気水分離を行う複数の気水分離器114が設けられている。さらにその上方には、制御棒駆動軸109を案内する制御棒駆動軸上部案内管115および制御棒駆動軸下部案内管116に干渉しないように、原子炉圧力容器101内周に沿って蒸気乾燥器117が配設されている。
A
シュラウドヘッド112から立ち上がる制御棒駆動軸下部案内管116と原子炉圧力容器101上蓋から設置される制御棒駆動軸上部案内管115とを連結し、炉心102から発生した二相流が気水分離器114以外に漏れることを防止する。
The control rod drive shaft
また、炉心内102内には中性子束を検出する炉内核計装122が設けられているが、この炉内核計装122からの電気配線は、炉心102下部から引き出され、内部に配線を引き回し可能な曲げ半径にて設置された炉内核計装配線案内管120の中を引き回される。そして、この電気配線は、炉心102より上部の原子炉圧力容器101の胴部に設置された取出口121より取り出される。
Further, an in-core
この炉内核計装配線案内管120の組立は、原子炉圧力容器101にシュラウド103を設置する以前の作業性の良い状態で実施される。その後、炉心支持板104、中間格子板111、上部格子板106、炉内核計装配線案内管120の組立が完了した状態でシュラウド103が原子炉圧力容器101下部に遠隔締付可能なボルトにて固定される。シュラウド103は下部で固定されるとともにその上部でも支持される。すなわち、原子炉圧力容器101の胴部にはサポート129が設けられ、このサポート129によってもシュラウドは支持される。このサポート129は、シュラウドの熱膨張差による上下方向のずれは吸収するものの、横方向の移動は防止するようになされており、地震時のブレを防止し、制御棒駆動軸109の曲がりによる制御棒107の駆動異常が起きないようになっている。
The assembly of the in-core nuclear instrumentation
このように構成することにより、制御棒駆動機構108貫通部、主蒸気管118、給水配管119、炉内核計装配線案内管120取出口121は、それぞれ原子炉圧力容器101の炉心102より上方に配設される。したがって、炉心102の下方には貫通孔、配管、弁、駆動機構類等が何ら設けられていないようにすることができ、非常に安全性の高い原子炉を得ることができる。
By configuring in this way, the control
このような構成の原子炉圧力容器101において、運転時には、炉心102で発生した二層流が各延長燃料チャンネル110の内部空間を介して上昇し、蒸気は気水分離器114および蒸気乾燥器117を経て主蒸気管118から送出される。一方、水分は気水分離器114または蒸気乾燥器117を介して原子炉圧力容器101の炉壁内面に沿って下降し、炉心102に自然循環する。したがって、本実施形態によれば、炉心102が原子炉圧力容器101内の下部に位置するとともに炉心102の上に延長燃料チャンネル110が存在することにより、チムニー効果が発生し、これにより強い自然循環力を得ることができ、自然循環炉としての原子炉が達成される。
In the
また、従来の原子炉圧力容器における再循環ポンプを必要としないため、構成を極めてコンパクトにすることができ、低コスト化により大きい経済的効果も得られる。一方、制御棒駆動機構108を原子炉圧力容器101上部に設置し、制御棒107を炉心102上部より挿抜するように構成しているから、従来のように原子炉内圧力に抗して水圧制御ユニットを用いて下方向から制御棒をスクラムさせる必要がなく、重力落下式を採用することが可能となる。したがって、信頼性及び経済性に優れた制御棒駆動機構108を提供することができる。
Further, since the recirculation pump in the conventional reactor pressure vessel is not required, the configuration can be made extremely compact, and a greater economic effect can be obtained for cost reduction. On the other hand, since the control
なお、制御棒のスクラムは、制御棒駆動軸109下端で制御棒107を切り離して自然落下させる方式と、制御棒駆動軸109と制御棒107を一体で自然落下する方式がある。また、スクラム時の衝撃力を吸収する緩衝機構を、必要に応じて制御棒107下端及び、炉心支持板103下部に配置してもよい。
The control rod scram has a method of separating the
第2の実施の形態
図4は、本発明の第2の実施形態に係わる概略断面図である。本発明の第1の実施の形態において、炉内核計装122を、シュラウド104外周及び炉心102内部又は、原子炉圧力容器101外周に配置して、炉心102の核計装を実施するものである。本実施の形態によれば、第1の実施の形態にて必要であった炉内核計装配線案内管120及び、炉心102より上部の原子炉圧力容器101の胴部に設置された取出口121が不必要となり、より安価な構造の単純な原子炉が提供可能となる。
Second Embodiment FIG. 4 is a schematic sectional view according to a second embodiment of the present invention. In the first embodiment of the present invention, in-core
第3の実施の形態
図5は、本発明の第3の実施の形態に係わる原子炉圧力容器の縦断面図である。本発明第1の実施の形態において、延長燃料チャンネル110を、シュラウドヘッド112直下部から吊り下げたチムニー構造の蒸気案内筒128に変更した形態である。蒸気案内筒128は一体構造となっており、メンテナンス時にはシュラウドより取外して炉心102へのアクセスを実施することができる。また、チムニー構造を採用することにより、現状の沸騰水型原子炉で使用されているものと同様の構造の燃料集合体105を使用可能となり、安価な原子炉を提供することができる。
Third Embodiment FIG. 5 is a longitudinal sectional view of a reactor pressure vessel according to a third embodiment of the present invention. In the first embodiment of the present invention, the
以上説明したように、この沸騰水型原子炉にあっては、原子炉圧力容器101の内底部に設けられ、炉心シュラウド103、炉心支持板104、中間格子板111、上部格子板106およびこれらによって支持された燃料集合体105を有する炉心102と、この炉心102を構成する複数体の燃料集合体105間に上方から下方に向けて挿入され、かつ下方から上方へ向けて引抜操作が行われる複数の制御棒107と、原子炉圧力容器101上蓋部に設けられ、制御棒107を制御棒駆動軸109で連結して操作する制御棒駆動機機構108と、炉心102を構成する複数体配置の燃料集合体105を固定保護する燃料チャンネルを延長して形成されるとともに、制御棒案内の機能を持たせた延長燃料チャンネル110と、この延長燃料チャンネル110の上方において前記炉心102の上端開口を閉塞するとともに前記複数の制御棒駆動軸が上下動自在に通過するシュラウドヘッド112と、このシュラウドヘッド112の上端にスタンドパイプ113を介して立設され、炉心102から発生した二相流の気水分離を行う複数の気水分離器114と、原子炉圧力容器101内に設けられ、前記炉心102から発生した蒸気を通過させて乾燥するドライヤ蒸気乾燥器117とを備えているから、原子炉圧力容器下部に貫通口を設ける必要がなく圧力容器下部の潜在的冷却材喪失事故の可能性を低下させることができるとともに、原子炉格納容器を小型化して経済性を向上させることができる。
As described above, this boiling water reactor is provided at the inner bottom portion of the
101 原子炉圧力容器
102 炉心
103 シュラウド
104 炉心支持板
105 燃料集合体
106 上部格子板
107 制御棒
108 制御棒駆動機構
109 制御棒駆動軸
110 延長燃料チャンネル
111 中間格子板
112 シュラウドヘッド
113 スタンドパイプ
114 気水分離器
115 制御棒駆動軸上部案内管
116 制御棒駆動軸下部案内管
117 蒸気乾燥器
120 炉内核計装配線案内管
121 取出口
122 炉内核計装
125 シュラウドサポート
128 蒸気案内筒
101
Claims (3)
この炉心を構成する複数体の燃料集合体間に上方から下方に向けて挿入され、かつ下方から上方へ向けて引抜操作が行われる複数の制御棒と、
原子炉圧力容器上部に設けられ、前記制御棒を制御棒駆動軸で連結して操作する制御棒駆動機構と、
前記燃料集合体を固定保護する燃料チャンネルの上部を上部格子板の上まで延長して形成されるとともに、制御棒案内の機能を持たせた延長燃料チャンネルと、
この延長燃料チャンネルの上方において前記炉心の上端開口を閉塞するとともに前記複数の制御棒駆動軸が上下動自在に通過するシュラウドヘッドと、
このシュラウドヘッドの上方に設けられ、前記炉心から発生した二相流の気水分離を行う複数の気水分離器と、
前記原子炉圧力容器内に設けられ、前記炉心から発生した蒸気を通過させて乾燥するドライヤと、
前記炉心内に設けられ、中性子束を検出する炉内核計装と、
前記炉心より上部の前記原子炉圧力容器の胴部に設置され、前記炉内核計装からの電気配線を取り出す取出口と、
を備え、
前記制御棒駆動機構、前記原子炉圧力容器に接続される配管および前記取出口を前記炉心よりも上方に配設したことを特徴とする沸騰水型原子炉。 A reactor core provided with a core shroud, a core support plate, an intermediate grid plate, an upper grid plate, and a fuel assembly supported by the core shroud, provided at the inner bottom of the reactor pressure vessel;
A plurality of control rods inserted between the plurality of fuel assemblies constituting the core from the top to the bottom and being pulled out from the bottom to the top;
A control rod drive mechanism provided at the upper part of the reactor pressure vessel and operating by connecting the control rod with a control rod drive shaft;
An extended fuel channel formed by extending the upper part of the fuel channel for fixing and protecting the fuel assembly to the upper lattice plate, and having the function of a control rod guide;
A shroud head that closes the upper end opening of the core above the extended fuel channel and through which the plurality of control rod drive shafts can move up and down;
A plurality of steam separators provided above the shroud head for performing steam separation of the two-phase flow generated from the core;
A dryer provided in the reactor pressure vessel and passing through the steam generated from the core and drying;
In-core nuclear instrumentation provided in the core for detecting a neutron flux,
Installed in the trunk of the reactor pressure vessel above the reactor core, and an outlet for taking out electrical wiring from the nuclear instrumentation in the reactor;
With
A boiling water reactor characterized in that the control rod drive mechanism, piping connected to the reactor pressure vessel, and the outlet are disposed above the core.
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